プルトニウム炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定; 22.5cm格子ピッチのまとめ

Measurement of intra-cell thermal neutron flux distributions for plutonium fuel lattices; Experiments on 22.5cm pitch lattice

若林 利男*; 仁柴 明人*; 福村 信男*; 八谷 雄喜*

not registered; not registered; Fukumura, Nobuo*; Hachiya, Yuki*

期間1972年8月1975年12月▲目的22.5cm格子ピッチのプルトニゥム燃料を装荷した炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定をおこない,核計算コードによる計算値との比較をおこなう。▲要旨プルトニウム燃料を装荷した22.5cm格子ピッチにおける単位格子内熱中性子束分布の測定を,Dy―A1合金箔を用いた箔放射化法によっておこなった。使用したプルトニウム燃料は0.54w/oPuO/2-UO/2,0.87w/oPuO/2-UO/2(スタンダードグレード),0.87w/oPuO/2-UO/2(リアクタークレード)の3種類の燃料であった。又,冷却材ボイド率は0.54w/oPuO/2-UO/2燃料の場合が,0%,30%,70%,100%の4種類で,その他の2つの燃料では,0%と100%だけであった。実験結果はNOAH―2コードとLAMP―DCAコードによる計算値と比較,検討された。▲熱中性子束分布の測定点は,燃料中,冷却材中,圧力管とカランドリア管の内側と外側,重水中であり,それぞれの測定誤差は冷却材中が+-3%,圧力管とカランドリア管が+-2%,その他は+-1.5%であった。これら詳細な部分の測定により,熱中性子束分布の様子がはっきりし,計算との比較もより精密におこなえるようになった。▲NOAH―2とLAMP―DCAによる計算値との比較では,LAMP―DCAによる計算値の方がNOAH―2の計算値より,実験値との一致が良いことが認められた。▲

Intra-cell thermal neutron flux distributions have been measured in plutonium fuels loaded in 22.5cm pitch lattice by means of dysprosium foil activation method. Coolant void fractions used in the experiment were 0%, 30%, 70% and 100% for the plutonium fuel lattice of 0.54w/o PuO-UO. And 0% and 100% void fractions were used in 0.87w/o PuO-UO fuel (standard grade) and 0.87w/o PuO-UO fuel (reactor grade). Experimental results were compared with the values calculated by NOAH-II code and LAMP-DCA code. Measurement positions were in the plutonium fuel pins, in the coolant, on both inside and outside surfaces of pressure tube and calandria tube, and in the DO moderator. Experimental errors for the resultant Dy activities were estimated as 2.0%. On the base of this accurate measurement, thermal neutron flux distributions became to be comparable in detail in each regions with results calculated by various codes. The experimental values agree with the calculated values by LAMP-DCA code better than the results by NOAH-II code.